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論文

Quantum chemical calculations for the norbadione A complexes with Cs$$^+$$, K$$^+$$, and Na$$^+$$ in gas and aqueous phases

数納 広哉; 町田 昌彦

Chemical Physics Letters, 730, p.26 - 31, 2019/09

Cs$$^+$$を蓄積することで知られるキノコ中の色素分子であるノルバジオンA(NBA)のCs$$^+$$およびK$$^+$$, Na$$^+$$錯体に関する量子化学計算を行った。Otaらによる2段階数値計算手法を用いて水溶液中でのアルカリ金属カチオン錯体化選択性を調べた。この手法を中性および2重, 4重脱プロトンNBAに適用することにより、Cs$$^+$$選択性は高pHで、2重脱プロトンNBAが支配的となる場合にのみ現れることを確認し、これが実験結果と一致していることがわかった。これは当計算手法を用いた生体分子への最初の応用例であり、その選択性は特異性を示している。

論文

A Review of Cs-bearing microparticles in the environment emitted by the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

五十嵐 康人*; 小暮 敏博*; 栗原 雄一; 三浦 輝*; 奥村 大河*; 佐藤 志彦; 高橋 嘉夫*; 山口 紀子*

Journal of Environmental Radioactivity, 205-206, p.101 - 118, 2019/09

福島第一原子力発電所事故ではチェルノブイリ原発事故と異なるケイ素,酸素,鉄,亜鉛を含む放射性微粒子が発見された。この放射性微粒子は高濃度のセシウムを含むことからセシウムマイクロパーティクル(CsMP)と呼ばれることもある。またこの粒子は少なくとも2種類が見つかっており、発見された順番に、2, 3号機(放出源未確定)と1号機由来をそれぞれTypeA, TypeBと呼んでおり、Cs同位体比, 形態, 採取場所で分類されている。本レビューではこれらの背景を含むCsMPの全体像を紹介する。

論文

Impact of ferrous iron dosing on iron and phosphorus solids speciation and transformation in a pilot scale membrane bioreactor

Wu, H.*; Wang, Y.*; 池田 篤史; Miller, C. J.*; Waite, T. D.*

Environmental Science; Water Research & Technology, 5(8), p.1400 - 1411, 2019/08

排水プロセスにおける燐成分回収等の目的のため、パイロットスケールの膜分離活性汚泥排水装置に二価鉄(Fe(II))を添加した際の排水装置各部位の鉄・燐の溶存化学種をX線吸収分光(XANES/EXAFS)と因子分析法を組み合わせて検討した。

論文

Role of filamentous fungi in migration of radioactive cesium in the Fukushima forest soil environment

大貫 敏彦; 坂本 文徳; 香西 直文; 難波 謙二*; 根田 仁*; 佐々木 祥人; 新里 忠史; 渡辺 直子*; 小崎 完*

Environmental Science; Processes & Impacts, 21(7), p.1164 - 1173, 2019/07

福島第一原子力発電所事故により降下した放射性セシウム(以下、Csとする)の挙動及び関連する放射線学的影響は、表層土壌から森林生態系へのCsの移動性に大きく関係する。本研究では、福島県飯舘の森林で採取した野生きのこ子実体へのCs蓄積量を測定した。土壌から野生きのこ子実体へのCs移行係数(TF)は10$$^{-2}$$から10$$^{2}$$の間であった。この範囲は、チェルノブイリ事故後にヨーロッパのきのこについて報告された値、及び核実験降下物に対する日本のきのこについて報告された値の範囲と類似していた。野生きのこのTF値と、704種類のきのこ菌糸をCsを含む栄養寒天培地で生育したときのTF値とを比較したところ、野生きのこのTF値の方が低かった。寒天培地に1重量%の鉱物(ゼオライト等)を加えたところTFは0.1以下になった。添加した鉱物がきのこによるCs吸収を低下させることが明らかとなった。

論文

Long-term simulations of radiocesium discharge in watershed with improved radiocesium wash-off model; Applying the model to Abukuma River basin of Fukushima

Liu, X.; 町田 昌彦; 操上 広志; 北村 哲浩

Journal of Environmental Radioactivity, 203, p.135 - 146, 2019/07

福島第一原子力発電所事故後の放射性セシウムの長期的な移行及び分布をシミュレートするために、土壌流亡予測式を用いた土砂・セシウム移行(SACT)数値解析モデルを開発した。このモデルでは、2011年の放射性セシウムの年間流出量は観測結果と整合したが、それ以降は、特に阿武隈川について、観測されている早い減少傾向を再現できていなかった。そこで、放射性セシウムの垂直方向の移行や土壌への吸着過程など考慮し、SACTを改良した。モデルを検証するために、阿武隈川で流出する顕濁態の年間平均放射性セシウム濃度の観測量と比較したところ、パラメータ調整をすることなく観測結果を再現できることを確認した。

論文

Simulation study on the design of nondestructive measurement system using fast neutron direct interrogation method to nuclear materials in fuel debris

前田 亮; 古高 和禎; 呉田 昌俊; 大図 章; 米田 政夫; 藤 暢輔

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.617 - 628, 2019/07

In order to measure the amount of nuclear materials in the fuel debris produced in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, we have designed a measurement system based on a Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) method. In particular, we have developed a fast response detector bank for fast neutron measurements by Monte Carlo simulations. The new bank has more than an order of magnitude faster response compared to the standard ones. We have also simulated the nondestructive measurements of the nuclear materials in homogeneously mixed fuel debris with various matrices which contain Stainless Steel (JIS SUS304), concrete, and various control-rod (CR) contents in the designed system. The results show that at least some types of the fissile materials in the debris can be measured by using the designed system.

報告書

固液二相流中の金属材料の損傷および腐食に関する調査報告書

大谷 恭平; 佐藤 智徳; 加治 芳行; 山本 正弘

JAEA-Review 2019-007, 15 Pages, 2019/06

JAEA-Review-2019-007.pdf:2.35MB

液体固体粒子を含んだ流体による流れ(固液二相流)を取り扱う配管などの構成材料は、固液二相流中の固体粒子の衝突によってエロージョンと呼ばれる損傷が生じる。固液二相流の液体が腐食性溶液である場合、溶液は更に化学的に作用してエロージョン・コロージョンと呼ばれる損傷が生じる。福島第一原子力発電所(1F)の廃炉作業で実施が予定されているデブリ取り出し作業の際には、破砕されたデブリ微粒子による循環冷却ラインの配管の損傷が懸念される。そのため、固液二相流における金属材料のエロージョンおよびエロージョン・コロージョンに関する文献調査を実施した。文献調査結果より、1Fのデブリ取り出し時に設置される冷却系配管の材料についてはクロムを含む鋼材や耐食性の高いステンレス鋼の使用が望ましいと考えられる。また、エロージョン・コロージョンの解析では、誤った条件や曖昧な条件で試験を実施すると金属材料の損傷速度の変化に影響する因子が適格に判別できず、事実と異なる認識をしてしまう危険性があることも分かった。このため、1Fのデブリ取り出し時において発生すると予測される粉砕微粒子が配管等の機器材料に与える影響を正確に評価するためには、金属材料の損傷速度に大きく影響を与える環境条件や1F特有の放射線によるラジオリシス等の因子を考慮した上で試験を行う必要がある。

論文

鉱物質混和材を使用したセメントペースト硬化体に対するセシウムおよびヨウ素の見掛けの拡散係数

三原 守弘; 原澤 修一*; 鳥居 和之*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 26(1), p.15 - 23, 2019/06

鉱物質混和材(フライアッシュ:FA, 高炉スラグ微粉末:BFS, シリカフューム:SF)を用いた水セメント比50%および30%の材齢28日のセメントペースト硬化体を作製し、CsおよびIの見掛けの拡散係数(D$$_{a}$$)を、電子線プローブマイクロアナライザーを用いた方法により算定した。Csについては、水セメント比50%ではBFS、水セメント比30%ではSFの使用がD$$_{a}$$の低減に大きく寄与した。IのD$$_{a}$$の低減には、水セメント比50%ではBFS、水セメント比30%についてはその大きな変化は確認できなかった。SFを用いることによりCsの収着性の向上が見られ、BFSを用いることによりIの収着性が向上する傾向が確認された。これらのセメントペースト硬化体の間隙構造は、微細な間隙によって連結したものであることも確認され、SFおよびBFSの使用がD$$_{a}$$の低減に寄与したものと考えられた。

論文

福島第一事故由来物質に対する環境モニタリング手法の最先端,3; 事故7年後の福島の放射線分布状況および環境モニタリング技術の最前線

眞田 幸尚

日本原子力学会誌, 61(6), p.453 - 456, 2019/06

福島県で実施されている大規模な放射線モニタリングの情報を整理するとともに、福島第一原子力発電所事故直後からの線量率の変化傾向の考察および住民のニーズに応えるための放射線計測技術の新技術について紹介する。

論文

Development of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning

川端 邦明; 鈴木 健太

Proceedings of 16th International Conference on Ubiquitous Robots (UR 2019) (USB Flash Drive), p.501 - 504, 2019/06

This paper describes about the current development status of a robot simulator for remote operations for nuclear decommissioning. This simulator is designed for operator proficiency training and a robot development. We implemented plug-in functions that are required to simulate the situations and the conditions for task execution for decommissioning and also utilities for enhancing convenience for the users. We describe the current prototype of the robot simulator and such implemented functions and utilities. Functional details were also introduced and illustrated in this paper.

論文

Research on hydrogen safety technology utilizing the automotive catalyst

大野 瞳*; 竹中 啓恭*; 喜多 知輝*; 谷口 昌司*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 日野 竜太郎; Reinecke, E.-A.*; 高瀬 和之*; 田中 裕久*

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 11(1), p.40 - 45, 2019/05

Safety management technology of hydrogen gas is extremely important not only for nuclear power generation but also for future society. A brand-new passive autocatalytic recombiner (PAR) system utilizing the monolithic "intelligent catalyst" has been studied for the long-term storage of high-concentration radioactive materials related to the decommissioning of nuclear reactors. The monolith-type automotive catalyst showed high hydrogen conversion activity from a room temperature in a large scale reactor of REKO-4. It became clear that natural convection by reaction is greatly improved by roughening the cell density of the monolith catalyst especially under static environmental conditions such as in a storage container. Taking advantage of this superior catalytic property, we aim to complete the safety technology for storage containers at an early stage and advance the development of highly active catalyst from further low temperature.

論文

海洋調査を目的とした無人観測船の開発

眞田 幸尚

福島イノベーション・コースト構想; 浜通りの未来を拓く実用化開発プロジェクト2018年度版, P. 35, 2019/05

福島県イノベーションコースト構想における実用化開発等促進事業に公募し、浜通り所在の事業者らと研究開発体制を組み、無人船の開発を行った。同船は、放射線の測定のみならず海底土サンプルの採取や海水の基礎的な情報(水温等)を取得できるマルチセンサーを搭載しており、開発で得られた要素技術と共に、多様な分野への応用が期待される。

論文

Features of a control blade degradation observed ${it in situ}$ during severe accidents in boiling water reactors

Pshenichnikov, A.; 山崎 宰春; Bottomley, D.; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.440 - 453, 2019/05

In the present paper new results using ${it in situ}$ video, are presented regarding BWR control blade degradation up to 1750 K at the beginning of a nuclear severe accident. Energy-dispersive X-ray spectrometry (EDS) mapping indicated stratification of the absorber blade melt with formation of a chromium and boride-enriched layer. High content-B- and C-containing material with increased melting temperature acted like a shielding and was found to prevent further relocation of control blade claddings. The interacted layers around the B$$_{4}$$C granules prevented direct steam attack of residual B$$_{4}$$C. The results provide new insights for understanding of the absorber blade degradation mechanism under reducing conditions specific to Fukushima Dai-Ichi Unit 2 resulting from prolonged steam starvation.

論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

論文

Estimation of the release time of radio-tellurium during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident and its relationship to individual plant events

高橋 千太郎*; 川島 茂人*; 日高 昭秀; 田中 草太*; 高橋 知之*

Nuclear Technology, 205(5), p.646 - 654, 2019/05

A simulation model was developed to estimate an areal (surface) deposition pattern of $$^{rm 129m}$$Te after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, and by using this model, timing and intensity of the release of $$^{rm 129m}$$Te were reversely estimated from the environmental monitoring data. The validation using data for $$^{137}$$Cs showed that the model simulated atmospheric dispersion and estimated surface deposition with relatively high accuracy. The estimated surface deposition pattern of $$^{rm 129m}$$Te was consistent with the actually measured one. The estimated time and activity of $$^{rm 129m}$$Te emission seemed to indicate that the $$^{rm 129m}$$Te was emitted mainly from Unit 3.

論文

Development of a handy criticality analysis tool for fuel debris

多田 健一

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 4 Pages, 2019/05

燃料デブリの臨界管理は東京電力福島第一原子力発電所の廃炉作業にとって重要な研究課題の一つである。燃料デブリはその幾何形状や平均燃焼度, 含水率などが不明なため、燃料デブリの臨界性の不確かさは大きい。そのため、廃炉作業計画を作成するためには、非常に多くの条件を検討する必要がある。また、廃炉作業計画作成の効率化のためには、炉物理の専門家以外も容易に臨界性の評価ができることが望ましく、既存の臨界性解析コードでは不十分である。そこで本研究では、高速かつ容易に燃料デブリの臨界性を評価するため、Excelを用いた簡易的な臨界性解析コードHANDを開発した。HANDでは、臨界性評価の経験を持たない廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に取り扱えるように、非常にシンプルな入力となっている。また計算結果は数値だけでなくグラフでも表示されるため、直感的に理解しやすい形となっている。HANDを用いることで廃炉作業の計画作成者や作業者が容易に燃料デブリの臨界性評価が可能になることから、HANDを導入することにより、廃炉作業の加速が期待できる。

論文

Development of fission product chemistry database ECUME for the LWR severe accident

三輪 周平; 宮原 直哉; 中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Liu, J.; Miradji, F.; 井元 純平; Mohamad, B. A.; et al.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉シビアアクシデントのための核分裂生成物(FP)化学挙動データベースECUMEの初版を構築した。ECUMEの初版には、セシウム(Cs)-ヨウ素(I)-ホウ素(B)-モリブデン(Mo)-酸素(O)-水素(H)系の気相化学反応計算のための化学反応とその速度定数のデータセット、ステンレス鋼とCs蒸気種との高温化学反応モデル、CsBO$$_{2}$$、Cs$$_{2}$$Si$$_{4}$$O$$_{9}$$及びCsFeSiO$$_{4}$$の熱力学データが収納されている。これらのECUMEを用いることにより、特に福島第一原子力発電所事故におけるCs分布で重要となるBWR制御材Bやステンレス鋼の化学的な影響を評価でき、炉内のCs分布をより正確に予測することが可能となる。

論文

Study on chemisorption model of cesium hydroxide onto stainless steel type 304

中島 邦久; 西岡 俊一郎; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)を用いて既存モデルを修正することで、気相中の水酸化セシウム濃度やSS304中のケイ素濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。

論文

Expansion of high temperature creep test data for failure evaluation of BWR lower head in a severe accident

山口 義仁; 勝山 仁哉; 加治 芳行; 逢坂 正彦; Li, Y.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 7 Pages, 2019/05

福島第一原子力発電所の事故の後、原子力機構では、廃止措置等に資するため、圧力容器下部ヘッドの貫通部,スタブ管,溶接部等を含む詳細な3次元有限要素解析モデルを用いてクリープ損傷メカニズムに基づき破損時間や場所を予測する手法の開発を進めている。また、その解析に必要な、既存のデータベースや文献にない融点近傍の高温域における引張特性やクリープ特性の取得も進めている。本研究では、圧力容器下部ヘッドを構成する低合金鋼、ニッケル合金及びオーステナイト系ステンレス鋼に対する単軸引張及びクリープ試験を実施し、既存の材料特性データベースを拡張した。特に、高温かつ長時間のクリープ特性データを非接触型伸び測定機能を有する引張試験機を用いて取得した。また、拡張されたデータベースに基づき、クリープ構成則のパラメータを求め、重大事故時における破損評価の精度向上を図った。

論文

Preparedness and response for nuclear or radiological emergency as a designated public corporation

奥野 浩; 岡本 明子; 海老根 典也; 早川 剛; 田中 忠夫

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 15 Pages, 2019/05

原子力事故時や放射線の緊急事態の際には、災害対策基本法に基づく指定公共機関である日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国及び地方公共団体を支援する役割を負っている。本論文では、(1)原子力施設の原子力事故時又は放射線緊急事態への準備及び対応のための指定公共機関としてのJAEAの役割を明らかにし、(2)2011年に発生した東京電力福島第一原子力発電所の制御不能に起因する敷地外の放射線緊急事態におけるJAEAの防災業務計画に基づく緊急時対応活動の概要、さらに(3)国の防災基本計画及び都道府県の地域防災計画を踏まえ、国及び地方公共団体が実施する訓練への参加を中心に平常時の活動を報告する。

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